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RÉSUMÉ
Au début du développement de l'énergie nucléaire, de nombreux types de réacteurs ont été envisagés. Parmi eux, les réacteurs à haute température, connus sous le sigle HTR (High Temperature Reactors)ont le cœur réfractaire et utilisent un gaz inerte comme caloporteur, ce qui permet d’accéder à des niveaux de température très élevés. De tels niveaux offrent des possibilités de rendement intéressant, avec des applications dans des secteurs intéressés par ces niveaux de température.
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Daniel BASTIEN : Ingénieur du Conservatoire National des Arts et Métiers (CNAM) - Ancien Coordonnateur pour la Filière des Réacteurs à Gaz au Commissariat à l’Énergie Atomique (CEA)
INTRODUCTION
La production d’électricité par la voie nucléaire a été marquée, au début de son développement dans les années 1950, par un foisonnement d’idées visant à améliorer les caractéristiques physiques ou les performances des réacteurs. L’association des trois composantes principales du cœur, à savoir le combustible (nature, enrichissement), le modérateur (liquide, solide ou inexistant) et le fluide de refroidissement (caloporteur liquide ou gazeux), permet en effet de multiples solutions dont certaines présentent des caractéristiques tout à fait particulières. C’est le cas des réacteurs à haute température, connus sous le sigle HTR (High Temperature Reactors), dont le cœur réfractaire et le gaz inerte utilisé comme caloporteur permettent d’accéder à des niveaux de température très élevés.
En application électrogène, ces niveaux de température conduisent à des rendements intéressants en cycle vapeur et permettent même un fonctionnement en cycle direct (turbine à gaz, § 5.3). En application calogène, les secteurs d’activité nécessitant des hautes températures peuvent être intéressés par ce type de réacteur.
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1. Évolution du concept
Vers 1956, alors que les premiers réacteurs à gaz carbonique (dioxyde de carbone) se construisaient, les étapes de développement des HTR furent entreprises. Les travaux du centre d’études nucléaires de Harwell, en Grande-Bretagne, ont alors été exploités par le projet Dragon, placé sous le patronage de l’Agence pour l’Énergie Nucléaire de l’Organisation de Coopération et de Développement Économique (AEN de l’OCDE). Ce projet a été officialisé par un accord signé à Paris en 1959 entre la Grande-Bretagne, l’Autriche, le Danemark, la Norvège, la Suède, la Suisse et EURATOM (Allemagne, Belgique, Pays-Bas, Italie, Luxembourg et France). C’est donc dans un contexte très international qu’a débuté l’histoire des HTR en Europe.
Les caractéristiques des principaux réacteurs HTR réalisés ou en projet sont données dans le tableau 1.
Le projet Dragon a eu deux missions complémentaires :
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d’une part, la construction et l’exploitation du réacteur de 20 MW de puissance thermique, Dragon Reactor Experiment, à Winfrith (Grande-Bretagne) qui a divergé en 1964 avec un cœur constitué de blocs prismatiques contenant des particules combustibles de carbure d’uranium et de thorium ;
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d’autre part, la réalisation de nombreuses études de recherche et de développement de la filière HTR.
Le réacteur a été arrêté définitivement en 1975 et le projet a pris fin en 1976.
En Allemagne, la filière HTR a pris un essor important au point de devenir la filière nationale sur laquelle étaient fondés beaucoup d’espoirs. Les travaux réalisés au Centre de recherche de Jülich, près d’Aix-la-Chapelle, ont abouti en 1966 à la mise en service d’un réacteur expérimental de 15 MW de puissance électrique, l’AVR (Arbeitgemeinschaft Versuch Reaktor), dont l’originalité tenait à son combustible. Le cœur était en effet réalisé par l’empilement, en vrac, de boulets de 6 cm de diamètre constitués par l’agglomération de graphite et de particules combustibles à base de carbures d’uranium et de thorium (par la suite, l’oxyde d’uranium a remplacé le carbure). Ces boulets étaient extraits en marche, en partie basse du cœur, contrôlés en irradiation, pour être...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - Behaviour of gaz cooled reactor fuel under accident conditions. - AIEA IWGGCR/25 OAKRIDGE 5-8 nov. 1990.
-
(2) - MOREAU (C.), GRENECHE (D.) - Le combustible des réacteurs HTR. Fabrication et cycles de mise en œuvre. - CEA/DMG 14-89 DEMT 89/76 1er mars 1976.
-
(3) - Tenth meeting of the international working group on gaz cooled reactors. - AIEA TC 389.32. Vienne 30 sept. au 2 oct. 1991.
-
(4) - Gas cooled reactor design and safety. - Technical reports series no 312 AIEA (1990).
-
(5) - Draft preapplication safety evaluation report for the modular high temperature gas cooled reactor. - USNRC NUREG 1338, mars 1989.
-
(6) - Containment study for MHTGR. - DOE-HTGR – 88311 nov. 1989.
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